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铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析,原子核裂变反应堆简要介绍美高梅mgm02233.com

2019年4月28日 - 美高梅mgm02233.com
铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析,原子核裂变反应堆简要介绍美高梅mgm02233.com

原标题:铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析

姓名:于川皓 学号:16140210089

  据科学网报道,7月27日上午,加纳微堆(微型中子源反应堆)低浓铀堆芯在中国原子能科学研究院(简称原子能院)成功实现零功率实验首次临界。这是中国承担的加纳微堆低浓化改造项目中一个重要的里程碑节点,标志着该项目中方负责的所有技术准备工作均已完成,项目的关键步骤已经取得成功。

1942年12月2日,费米在美国芝加哥大学建造了人类历史上第一座反应堆,成功实现了受控链式裂变反应,这一事件标志着人类进入了一个崭新的核纪元。反应堆最初的用途是生产核武器所用的钚材料。随着人类对核能认识的不断深入和工业技术的进步,核反应堆在军事和民用领域得到了更加广泛的应用。目前,世界上投入使用的各类型反应堆达数千座,在能源、科学研究、工农业生产、核医学等领域发挥着重要作用。

转载自:

  同时,这也是继我国在今年3月完成首座微堆高浓缩铀低浓化改造、实现满功率运行后,在践行国际承诺、推广减少高浓铀合作模式层面取得的又一项重大进展,也是中国为世界反核恐怖主义、加强国际核安保作出的实实在在的贡献。

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【嵌牛导读】:核反应堆[1],又称为原子能反应堆或反应堆,是能维持可控自持链式核裂变反应,以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料,使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说,反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆,但一般情况下仅指裂变堆。

  中国目前是世界上唯一完全掌握微堆研究建造技术的国家。微堆不像传统的核反应堆,它没有散热塔,也没有高耸的烟囱,堆芯只有高压锅大小。在业内,微堆也被称“傻瓜堆”,因为它类似一个实验仪器,操作简单,但用途不少,能进行中子活化分析、核仪器探头的考验、教学及培训、少量同位素生产等。

反应堆按用途一般分为动力堆、生产堆和研究堆。动力堆主要用于舰船、航天器、飞行器等的推进或用于工农业生产的发电、供热等,最常见的是核电站反应堆。生产堆主要用于生产放射性同位素或易裂变核材料。研究堆则主要用于和反应堆有关的实验研究或利用核反应堆产生的中子、伽马射线开展的科学研究。研究堆的用途非常广泛,涉及原子核物理、生命科学、材料科学、探测化学、生物学、食品制造技术、农业、刑事侦破、材料辐照改性、核天文学、核考古学、核医学和同位素生产等诸多方面的试验研究。由于研究堆的重要地位,其在各种类型的反应堆中占了大多数。值得指出的是,研究堆和生产堆并没有明显的界限,只是人为的分类方法,研究堆也可用于同位素和易裂变材料生产,生产堆配合必要的实验设备,同样可以开展多种科学研究。

【嵌牛鼻子】:核反应堆

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【嵌牛提问】:核反应堆技术的特点?有什么应用?

  7月27日,来自国际原子能机构、中国国家原子能机构、美国能源部、加纳原子能委员会的官员以及尼日利亚、叙利亚、巴基斯坦和泰国等国专家共同见证实验临界成功。

铀氢锆脉冲反应堆是以铀氢锆为燃料的水池式研究反应堆,具有瞬发负温度反应性系数大、放射性裂变产物包容能力强、堆芯非能动冷却等特点,固有安全性很高,能以稳态、脉冲和方波等多种方式运行,在科学研究和国民经济中有着广泛的应用。

【嵌牛正文】:

美高梅mgm02233.com 4图为原子能院研究人员在控制台前进行零功率实验操作。

1990年,中国核动力研究设计院自主研发并建成了铀氢锆原型脉冲反应堆。1999年,我国第一座实用化多功能的铀氢锆脉冲反应堆(西安脉冲反应堆)在西北核技术研究所成功实现临界,之后在核科学技术研究和应用中发挥了重要作用,成为我国研究堆发展历史上一个新的里程碑。

核反应堆

  “微堆低浓化目的是在不改变堆芯几何尺寸的前提下,将高浓铀堆芯燃料替换为低浓铀堆芯燃料。”原子能院堆工部主任杨红义介绍,转化后还需利用原有筒体装料运行。

由于铀氢锆脉冲反应堆采用特殊核燃料、紧凑堆芯结构、众多实验孔道和实验装置,其堆芯物理和安全分析与压水堆及其他研究堆相比有许多自己的特点,西北核技术研究所在西安脉冲反应堆建设、运行、应用的二十多年科研实践中积累了丰富的经验,在铀氢锆中子热化模型、栅元计算、堆芯物理、热工水力等方面取得了一系列创新性、系统性的科研成果。该书正是我国铀氢锆脉冲反应堆研究工作者长期研究成果的总结和拓展,涵盖了铀氢锆脉冲反应堆的主要结构、控制、物理、热工水力、动态特性、屏蔽设计与事故安全分析等内容,填补了国内相关领域研究的空白。

编辑

  协助加纳实现微堆低浓化改造是我国政府落实第四届核安全峰会上习近平总书记提出的“五大倡议”及《中美联合声明》重要行动之一。中核集团总工程师雷增光表示,中核集团高度重视加纳微堆低浓化项目,希望通过加强国际间紧密合作尽早完成项目。未来,中核集团将会为促进更广泛的和平利用核能贡献更大的力量。

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本词条由“科普中国”百科科学词条编写与应用工作项目审核

  该实验首次临界的成功,是践行中国政府对加纳微堆低浓化改造项目的承诺,体现了各国在核不扩散领域积极开展国际间合作的精神。“加纳模式”也将为后续微堆低浓化以及核不扩散国际间合作提供重要的经验。

铀氢锆脉冲反应堆具有特殊的氢化锆中氢的热化模型、众多的水平和垂直实验孔道、复杂的堆芯功率和温度场分布等特点,因此在反应堆堆芯物理和热工水力研究、反应堆安全分析中具有与其他反应堆不同的特点。我们在我国第一座实用化多功能的铀氢锆脉冲反应堆——西安脉冲反应堆的安全运行和应用实践中,进行了大量的反应堆物理、热工水力和事故分析研究,积累了一定的理论与实践经验,取得了一些创新性的研究成果,不仅对从事研究堆设计的科研人员具有较好的参考价值,也为新加入该领域的研究人员了解铀氢锆脉冲反应堆的特性提供了必备的基础知识。为了促进铀氢锆脉冲反应堆理论研究的发展和交流,我们把最近二十多年的相关研究成果总结出版,供国内同行借鉴参考。

核反应堆[1],又称为原子能反应堆或反应堆,是能维持可控自持链式核裂变反应,以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料,使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说,反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆,但一般情况下仅指裂变堆。

  加纳微堆是中国原子能科学研究院于1995年通过国际原子能机构技术合作项目为加纳设计、建造的该国第一座研究堆,采用高浓铀为燃料,其建成为加纳核技术人员的培训等工作发挥了积极作用。

本书概括了铀氢锆脉冲反应堆物理和安全分析方面的基础理论和最新进展,介绍了研究堆和铀氢锆脉冲反应堆发展的历史和应用概况、脉冲堆结构、栅元计算、堆芯物理分析、热工水力分析、动态特性分析、孔道屏蔽、事故与安全分析等内容。本书特别强调物理模型的深入分析和数学计算的准确描述,同时穿插了丰富的图表和大量的计算公式。

人类第一台核反应堆由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月(曼哈顿计划期间)在世界顶级学府芝加哥大学建成,命名为芝加哥一号堆(Chicago
Pile-1)[2]。该反应堆是采用铀裂变链式反应,开启了人类原子能时代,芝加哥大学也因此成为人类“原子能诞生地”。

  2013年,经国际原子能机构(IAEA)、美国能源部(DOE)、加纳和中国协商一致,由中国牵头承担对加纳微堆进行低浓化燃料改造。自2015年签署正式合同开始,中国原子能科学研究院就开始了加纳微堆的低浓化改造工作。

本文摘编自陈伟
《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析》一书,有删改。

中文名

  开展微堆燃料低浓化工作,既符合我国核不扩散的国际政策,也能更有效地防止核扩散,并能在国内外推广微堆方面起到积极作用。

铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析

核反应堆

  中国掌握微堆低浓化的全套技术

陈伟 等 著

外文名

  微堆离我们的生活并不远。微堆是一种小型、低功率、固有安全性好、容易操作的反应堆装置,可以建设在大中城市人口稠密的大学、科研单位等,能够广泛应用于中子活化分析、放射性同位素制备、教学培训、反应堆物理实验及仪器考验。

北京:科学出版社,2018.6

Nuclear Reactor

美高梅mgm02233.com 6瑞士洛桑的一座实验型微堆

ISBN 978-7-03-057731-3

别    名

  “从1984年至今,我们利用微堆分析的样品多种多样,上至天文、下至地理,涉及地质学、地球化学、生命科学等众多学科。”原子能院微堆室主任李义国说,分析结果为不少研究提供了科学依据。

责任编辑:宋无汗 杨丹 崔慧娴

原子能反应堆或反应堆

  我国的微堆研究建造可追溯到上世纪70年代末、80年代初。经过多种物理设计方案的理论计算和零功率实验验证,1984年3月,原子能院自主开发设计建造的我国第一座微堆顺利建成并投入满功率运行。

《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析》主要介绍铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析。全书共9章,内容包括绪论、结构与系统组成、栅元热化和共振处理、堆芯物理参数计算方法、热工水力分析、脉冲动态特性分析、堆芯燃料管理、实验孔道屏蔽计算方法以及事故安全分析等。

原    理

  此后,该院为国内外用户设计和建造了9座商用微堆,其中5座出口到了巴基斯坦、伊朗、加纳、叙利亚、尼日利亚,加纳微堆于1995年建成。这些微堆已累计安全运行超过100堆·年,为国家创造了巨大的经济效益。

本书可供反应堆研究、设计、运行、管理等从业人员参考,也可作为高等院校相关专业研究生教材。

可控自持链式核裂变反应

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(本期编辑:王芳)

主要构成物质

  “过去,我们微堆使用武器级的高浓铀作为燃料。燃料棒一旦流失,就可能造成核材料扩散的威胁。”李义国解释,由于所用燃料的特殊性,微堆在推广中一直受到限制。

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原子

  受国际大环境等多因素影响,国际原子能机构(IAEA)多次提出,希望微堆燃料实施低浓铀转化。

责任编辑:

领    域

  今年3月,经过5年攻关,该研究院成功对中国首座微堆——原型微堆实施了低浓化改造,并实现首次满功率运行。这是继核安保示范中心建成运行后,我国在核安保领域取得的又一重要成绩,也是中美核安保合作的重大成果,被写入《中美核安全合作联合声明》。

核能

美高梅mgm02233.com 83月26日,我国首座微堆圆满完成低浓化改造,实现首次满功率运行

所属学科

  原子能院的原型微堆的每一根燃料元件的直径仅有5毫米,换言之只有约5张纸的厚度,每两根元件间隙只有5.48毫米,这些燃料元件被放置在实验用的“鸟笼架”内。“鸟笼架”是直径240毫米、高270毫米的狭小空间,也就是该堆的堆芯。

核化学

  微堆低浓化改造,是降低高浓铀流失风险、提升核安保水平的有力举措,也是中美核安保领域合作的重要内容。国家原子能机构将本着自愿、务实的原则,与其他国家分享低浓化改造技术经验,协商开展类似改造项目,全面提升全球核安保水平。

目录

  2011年底,中国国家原子能机构批准中国原子能科学研究院与美国能源部阿贡实验室合作,对原子能院微堆进行低浓化改造,卸出微堆高浓铀堆芯,装入低浓铀燃料堆芯。

1历史沿革

  微堆低浓化改造涉及堆芯物理设计、结构设计、燃料组件设计制造、装卸料、乏燃料管理、反应堆实验调试等诸多环节。改造过程中,工程技术人员攻克了一批关键技术,确保了微堆的核安全。

2理论研究

  “最难的是堆芯设计。”李义国说,“由于低浓铀堆芯的燃料芯体和包壳材料与之前的不同,其热工、物理性能等也均有较大不同,须重新进行物理、热工和结构设计,且只能在原有小尺寸的堆芯空间内做出合理调整,设计难度大大增加。”

3原理

  2014年年3月4日,中国原子能科学研究院在微型反应堆临界装置上开展低浓铀净堆首次临界实验,并安全达到临界,这标志着微堆燃料富集度从原先的90%降至12.5%是成功的,微堆低浓化工作由此进入全面实施阶段。

4类型

  据介绍,该堆的主要用途包括中子活化分析、核仪器探头的考验、教学及培训、少量同位素生产等。改造后的微堆固有安全性更高,一次装料可运行30年。

5组成结构

  中核集团董事长孙勤认为,首座微堆低浓化后首次满功率运行意味着原子能院已完全掌握了微堆低浓化的全套技术。

▪慢化剂

  延伸阅读:

▪控制棒

  微堆具体能用来干啥?

▪冷却剂

  2008年,“长相”精致的微堆曾经展示大“威力”,它与央视、清西陵及北京市法医检验鉴定中心等共同揭开了困扰史学界的百年谜案——清光绪帝之死因。

▪屏蔽层

  该专题研究由光绪帝遗物发辫入手,历时五年,利用微堆中子活化分析技术测试了发辫中砷的含量,并结合其他技术手段,经科学研究分析测算表明光绪的头发截段和衣物上含有剧毒砒霜,而其腐败尸体仅沾染在部分衣物和头发上的砒霜总量就已高达约201毫克。

▪行波堆

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6主要特点

美高梅mgm02233.com 10清光绪帝头发As的分析

7应用领域

  

8注意事项

美高梅mgm02233.com 11清光绪帝衣物

9发展前景

  光绪死因的确证,被认为是运用现代科学技术和侦察思维解决历史疑难问题的成功尝试,开辟了学术文化研究的新路径。

历史沿革

  因为具有小型化、易操作、功率低、固有安全性好等优点,在大中城市人口稠密的大学和研究机构内,不乏微堆身影。

编辑

  在改革开放前沿深圳,原子能院帮助深圳大学设计建造的微堆已安全运行28年,这也是目前我国尚在运行的唯一商用微堆。与原子能院的原型微堆相比,二者的差别是堆芯尺寸、燃料元件尺寸。

早在1929年,科克罗夫特就利用质子成功地实现了原子核的变换。但是,用质子引起核反应需要消耗非常多的能量,使质子与目标的原子核碰撞命中的机会也非常之少。[1]

  深圳微堆建成后,利用中子活化法填补了深圳微量元素质检方面的某些空白。

1938年,德国人奥托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和铀原子发生了碰撞。这项实验有着非常重大的意义,它不仅使铀原子简单地发生了分裂,而且裂变后总的质量减少,同时放出能量。尤其重要的是铀原子裂变时,除裂变碎片之外还射出2至3个中子,这个中子又可以引起下一个铀原子的裂变,从而发生连锁反应。

  当时,随着珠三角现代工农业的迅猛发展,大量人工合成有机化合物被引入到自然环境中,包括一系列有机卤素污染物,这些卤素污染物有致癌、致畸、致突变的风险。借助微堆,深圳较早就对本市的大气和土壤环境进行检测,实时掌握深圳大气和土壤中的污染程度,并及时采取措施。

1939年1月,用中子引起铀原子核裂变的消息传到费米的耳朵里,当时他已逃亡到美国哥伦比亚

  因为不会对样品产生破坏,原子能院曾协助有关单位,对膳食中的元素含量进行过多次调查研究及卫生学评价。

人类第一座核反应堆的设计者:费米

  多年前,原子能院高级工程师王珂就和团队分析测定了我国南北方78例正常成年人甲状腺含量,发现有地区差异,女性略高于男性,这为评价碘对人体的健康影响提供了背景材料。

大学,费米不愧是个天才科学家,他一听到这个消息,马上就直观地设想了原子反应堆的可能性,开始为它的实现而努力。费米组织了一支研究队伍,对建立原子反应堆问题进行彻底的研究。费米与助手们一起,经常通宵不眠地进行理论计算,思考反应堆的形状设计,

  “微堆低浓化后应用更为广泛,比如可应用到与百姓关系更加密切的治疗癌症的医疗装置中。”中国工程院院士周永茂如此预测微堆前景。

有时还要亲自去解决石墨材料的采购问题。

1942年12月2日曼哈顿计划期间,费米的研究组人员全体集合在美国芝加哥大学Stagger
Field
的一个巨大石墨型反应堆前面。这时由费米发出信号,紧接着从那座埋没在石墨之间的7吨铀燃料构成的巨大反应堆里,控制棒缓慢地被拔了出来,随着计数器发出了咔嚓咔嚓的响声,到控制棒上升到一定程度,计数器的声音响成了一片,这说明连锁反应开始了。这是人类第一次释放并控制了原子能的时刻,这个反应堆被命名为“芝加哥一号堆”(Chicago
Pile-1)。

1954年前苏联建成世界上第一座原子能发电站利用浓缩铀作燃料,采用石墨水冷堆,电输出功率为5000千瓦。1956年,英国也建成了原子能电站。原子能电站的发展并非一帆风顺,不少人对核电站的放射性污染问题感到忧虑和恐惧,因此出现了反核电运动。其实,在严格的科学管理之下,原子能是安全的能源。原子能发电站周围的放射性水平,同天然本底的放射性水平实际并没有多大差别。

1979年3月,美国三里岛原子能发电站由于操作错误和设备失灵,造成了原子能开发史上空前未有的严重事故。然而,由于反应堆的停堆系统、应急冷却系统和安全壳等安全措施发挥了作用,结果放射性外逸量微乎其微,人和环境没有受到什么影响,充分说明现代科技的发展已能保证原子能的安全利用。

理论研究

编辑

20亿年前[3],在非洲奥克罗班多地区的十几座天然核反应堆神秘启动,稳定地输出能量,并安全运转了几十万年之久。为什么它们没有在爆炸中自我摧毁?是谁保证了这些核反应的安全运行?莫非它们真的如世间的传言那样,是外星人造访的证据,或者是上一代文明的杰作?通过对遗迹抽丝剥茧地分析,远古核反应堆的真相正越来越清晰地暴露在我们面前。

1972年5月,法国一座核燃料处理厂的一名工人

铀矿

注意到了一个奇怪的现象。当时他正对一块铀矿石进行常规分析,这块矿石采自一座看似普通的铀矿。与所有的天然铀矿一样,该矿石含有3种铀同位素──换句话说,其中的铀元素以3种不同的形态存在,它们的原子量各不相同:含量最丰富的是铀238;最稀少的是铀234;而令人们垂涎三尺,能够维持核链式反应(chain
reaction)的同位素,则是铀235。在地球上几乎所有的地方,甚至在月球上或陨石中,铀235同位素的原子数量在铀元素总量中占据的比例始终都是0.720%。不过,在这些采自非洲加蓬的矿石样品中,铀235的含量仅有0.717%!尽管差异如此细微,却引起了法国科学家的警惕,这其中一定发生过某种怪事。进一步的分析显示,从该矿采来的一部分矿石中,铀235严重缺斤短两:大约有200千克不翼而飞——足够制造6枚原子弹。

黑田和夫认为,自持裂变反应能够发生的第一个条件就是,铀矿矿脉的大小必须超过诱发裂变的中子在矿石中穿行的平均距离,也就是0.67米左右。这个条件可以保证,裂变的原子核释放的中子在逃离矿脉之前,就能被其他铀原子核吸收。

第二个必要条件是,铀235必须足够丰富。今天,即使是储量最大、浓度最高的铀矿矿脉也无法成为一座核反应堆,因为铀235的浓度过低,甚至连1%都不到。不过这种同位素具有放射性,它的衰变速率比铀238快大约6倍,因此在久远的过去,这种更容易衰变的同位素所占的比例肯定高得多。例如,20亿年前奥克罗铀矿脉形成的时候,铀235所占的比例接近3%,与当前大多数核电站中使用的、人工提纯的浓缩铀燃料的浓度大致相当。

第三个重要因素是,必须存在某种中子“慢化剂”(moderator),减慢铀原子核裂变时释放的中子的运动速度,从而使这些中子在诱使铀原子核分裂时,更加得心应手。最终,矿脉中不能出现大量的硼、锂或其他“毒素”,这些元素会吸收中子,因此可以令任何核裂变反应戛然而止。

最终,研究人员在奥克罗和邻近的奥克罗班多地区的铀矿中,确定了16个相互分离的区域——20亿年前,那里的真实环境,居然与黑田和夫描绘的大致情况惊人地相似。尽管这些区域早在几十年前就被全部辨认出来,但是远古核反应堆运转过程的种种细节,直到才被我和同事彻底揭开。

氢元素提供证据

重元素分裂产生的氢元素提供了确凿无疑的证据:奥克罗铀矿在20亿年前确实发生过自持核裂变反应,而且持续时间长达数十万年。

奥克罗的铀异常情况被发现之后不久,物理学家就确定,天然的裂变反应导致了铀235的损耗。一个重原子核一分为二时,会产生较轻的新元素。找到这些元素,就等于找到了核裂变确凿无疑的证据。事实证明,这些分裂产物的含量如此之高,因此除了核链式反应以外,不可能存在其他任何解释。这场链式反应很像1942年恩里科·费米(Enrico
Fermi)及其同事所做的那场著名演示(当时他们建成了世界上第一座可控原子核裂变链反应堆),反应全靠自己的力量维持运转,只是时间上提早了20亿年。

如此令人震惊的发现公布后不久,世界各地的物理学家便开始研究这些天然核反应堆的证据,并在1975年加蓬首都利伯维尔的一次特别会议上,分享了他们关于“奥克罗现象”的研究成果。第二年,代表美国出席那次会议的乔治·A·考恩(George
A.
Cowan,顺便提及,他是美国著名的圣菲研究所的创建者之一,至今仍是该研究所的成员)为《科学美国人》撰写了一篇文章(参见1976年7月号乔治·A·考恩所著《天然核裂变反应堆》一文),文中他讲解了当时的科学家对这些远古核反应堆运行原理的猜测。

比如,考恩描述了钚239的形成过程——数量更加丰富的铀238捕获了铀235裂变释放的一些中子,转变为铀239,然后再释放出两个电子,转化成钚239。在奥克罗铀矿中,曾经产生过超过两吨的钚239。不过这种同位素后来几乎全都消失了(主要是通过天然的放射性衰变,钚239的半衰期为2.4万年),一些钚自身也经历了裂变,它所特有的裂变产物证明了这一点。这些轻元素丰富的含量让科学家推测,裂变反应一定持续了几十万年之久。根据铀235消耗的数量,他们计算出了反应堆释放的总能量,大概相当于1,500万千瓦的机器运转一整年所消耗的能量;再结合一些其他的证据,就能推算出反应堆的平均输出功率:不超过100千瓦,足够维持几十只烤箱的运作。

十几座天然反应堆自发工作,并维持着适度的功率输出,运转了大约几十万年之久,这确实令人惊叹。为什么这些矿脉没有发生爆炸,没有在核链式反应启动后立即自我摧毁?是什么机制使它们拥有了必不可少的自我调节能力?这些反应堆是稳定运转,还是间歇式发作?自奥克罗现象最初发现以来,这些问题迟迟得不到解答。实际上,最后一个问题困扰了人们长达30年之久,直到我和我在美国华盛顿大学圣路易斯分校的同事检测了一块来自这个神秘非洲铀矿的矿石之后,谜底才被逐渐揭开。

惰性气体揭露谜底

在奥克罗反应堆遗迹中,氙同位素的构成比例出现异常。找出这种异常的根源,就能揭开远古核反应堆的运作之谜。

奥克罗的一个反应堆遗迹进行了研究,重点集中在对氙气的分析方面。氙是一种较重的惰性气体(inert
gas),可以被矿物封存数十亿年之久。氙有9种稳定同位素,由不同的核反应过程产生,含量各不相同。作为一种惰性气体,它很难与其他元素形成化学键,因此很容易将它们提纯,进行同位素分析。氙的含量非常稀少,科学家可以用它来探测和追溯核反应,甚至用来研究那些发生于太阳系形成之前的、原始陨石之中的核反应。

分析氙的同位素成分需要一台质谱仪(mass
spectrometer),它可以根据原子量(atomic
weight)的不同而分离出不同的原子。我有幸可以使用一台极其精确的氙质谱仪,那是我在华盛顿大学的同事查尔斯·M·霍恩贝格(Charles
M.
Hohenberg)制造的。不过在使用他的仪器之前,我们必须先把氙气从样品中提取出来。通常,科学家只须将寄主矿物加热到它的熔点以上,岩石就会失去晶体结构,无法再保留内部储藏的氙气。为了获得更多关于这种气体起源和封存过程的信息,我们采取了一种更加精巧的方法——激光萃取法(laser
extraction),它可以有针对性地从矿物样品的个别颗粒中释放出氙气,而不会触碰周围其他的部分。

我们可以利用的唯一一块奥克罗矿石碎块仅有1毫米厚、4毫米宽,我们把这种技术应用到碎块上的许多微小斑点之上。当然,我们首先需要决定将激光束聚焦到什么位置。在这方面,我和霍恩贝格得到了同事奥尔加·普拉夫迪夫切娃(Olga
Pravdivtseva)的鼎力相助,她为我们的样本拍摄了一张详尽的X射线照片,识别出了候选的矿物。每次萃取之后,我们都会将得到的气体提纯,然后把氙气放入霍恩贝格的质谱仪中,仪器会显示出每一种同位素的原子数目。

氙气出现的位置令我们大吃一惊,它并不像我们想象的那样,大量分布在富含铀元素的矿物颗粒之中,储藏氙气数量最多的竟然是根本不含铀元素的磷酸铝颗粒。非常明显,在发现的所有天然矿物之中,这些颗粒中的氙浓度是最高的。第二个令人惊讶之处在于,与通常由核反应产生的气体相比,萃取出来的气体在同位素组成上有显著的不同。核裂变一定会产生氙136和氙134,但在奥克罗矿石中,这两种同位素似乎缺失严重,而其他较轻的氙同位素含量则变化不大。

同位素构成比例上的这种差异是如何产生的呢?化学反应无法提供答案,因为所有同位素的化学性质都完全相同。那么核反应,比如说中子俘获过程(neutron
capture),能不能给出解释呢?经过仔细分析,我和同事们把这种可能性也排除了。我们还考虑过不同同位素的物理分选过程:较重的原子移动速度比较轻的原子稍慢一些,有时它们就会相互分离开来。铀浓缩装置就是利用这个过程来生产反应堆燃料的,不过需要相当高的技术水平才能建造出这样的工业设备。即使自然界能够奇迹般地在微观尺度上创造出类似的“装置”,仍然无法解释我们所研究的磷酸铝颗粒中混合在一起的氙同位素比例。举例来说,如果确实发生过物理分选的话,考虑到现有的氙132的含量,氙136(比氙132重4个原子质量单位)的缺失,应该是氙134(比氙132重2个原子质量单位)的两倍。但实际上,我们并没有看到那样的模式。

绞尽脑汁之后,我们终于想通了产生氙同位素构成比例异常的原因。我们所测量的所有氙同位素都不是铀裂变的直接产物。相反,它们是放射性碘同位素衰变的产物,碘则由放射性碲衰变而来,而碲又由别的元素衰变产生,这是一个著名的核反应序列,最终的产物才是稳定的氙气。

我们的突破点在于,我们意识到奥克罗样品中不同的氙同位素产生于不同的时期,它们所遵循的时间表由它们的母元素碘和再上一代的元素碲的半衰期所决定。某种特定的放射性前体(precursor,即一系列反应过程的中间产物)存在的时间越长,它们形成氙的过程就被拖延得越久。例如,在奥克罗的自持裂变反应开始后,氙136仅过了大约1分钟就开始生成;一个小时后,稍轻一些的稳定同位素氙134出现;接下来,在裂变开始的若干天后,氙132和氙131登场亮相;最终,几百万年之后,氙129才得以形成——此时,核链式反应早已停止很久了。

如果奥克罗矿脉一直处于封闭状态,那么在它的天然反应堆运转期间积聚起来的氙气,就会保持核裂变所产生的正常同位素比例,并一直保存至今。但是,科学家没有理由认为,这个系统会是封闭的。实际上,有充分的原因让人猜想,它不是封闭的。奥克罗反应堆可以通过某种方式自行调节核反应,这个简单的事实提供了间接的证据。最可能的调节机制与地下水的活动有关:当温度达到某个临界点时,水会被煮沸蒸发掉。水在核链式反应中起到了中子慢化剂的作用,如果水不见了,核链式反应就会暂时停止。只有当温度下降,足够的地下水再次渗入之后,反应区域才会继续开始发生裂变。

这种关于奥克罗反应堆如何运转的说法强调了两个要点:第一,核反应很可能以某种方式时断时续地发生;第二,必定有大量的水流过这些岩石——足够冲洗掉一些氙的前体,比如可溶于水的碲和碘。水的存在有助于解释这样一个问题:为什么大多数氙当前留存于磷酸铝颗粒中,而没有出当前富含铀元素的矿物里——要知道,裂变反应最初是在这里生成那些放射性前体的。氙气不会简单地从一组早已存在的矿物中迁移到另一组矿物里——在奥克罗反应堆开始运转之前,磷酸铝矿物很可能还不存在。实际上,那些磷酸铝颗粒可能是就地形成的,一旦被核反应加热的水冷却到300℃左右,磷酸铝颗粒就会形成。

在奥克罗反应堆运转的每个活跃期和随后温度仍然很高的一段时间里,大量的氙气(包括形成速度相对较快的氙136和氙134)会被赶走。等到反应堆冷却时,半衰期更长的氙前体(也就是最后会产生含量比较丰富的氙132、氙131和氙129的放射性前体)则会优先与正在形成的磷酸铝颗粒结合起来。随着更多的水回到反应区域,中子被适当地慢化,裂变反应再度恢复,使这种加热和冷却的循环周而复始地重复下去。由此产生的结果,就是我们所观察到的、奇特的氙同位素构成比例。

什么力量能让氙气在磷酸铝矿物中留存20亿年之久呢?再进一步,为什么在某次反应堆运转期间产生的氙气,没有在下一次运转期间被清除呢?对于这些问题,我们还没有找到确切的答案。据推测,氙可能被囚禁在磷酸铝矿物的笼状结构中,这种结构即使在很高的温度下,也能够容纳笼中产生的氙气。尽管具体细节仍不清楚,但不管最终的答案如何,有一点是明确无误的:磷酸铝俘获氙气的能力真是令人惊叹。

间歇式核反应堆

远古核反应堆犹如今天的间歇泉,有着天然形成的自我调节机制。它们在核废料处置和基础物理研究方面,给科学家们提供了全新的思路。

在搞清了观测到的氙同位素在磷酸铝中产生的基本过程之后,我和我的同事们试图从数学上为这个过程建立一个模型。这个计算揭示了有关反应堆运转时间的更多信息,所有的氙同位素都提供了大致相同的答案。我们研究的那个奥克罗反应堆每次“开启”30分钟,然后再“关闭”至少2.5小时。这样的模式犹如我们所看到的一些间歇泉,先是缓慢地加热,然后在一场壮观的喷发中将积蓄的地下水统统蒸腾而出,接着再重新蓄水,开始新一轮循环,日复一日、年复一年地持续下去。这种相似性支持了这样的观点:流经奥克罗矿脉的地下水不仅充当着中子慢化剂的角色,还不时会被蒸发殆尽,形成保护这些天然反应堆不至于自我摧毁的调节机制。在这方面,这种调节机制十分有效,数十万年间没有发生一次熔毁或爆炸事件。

人们大概会设想,从事核电工业的工程师也许能在奥克罗学到一两样本事。他们确实能学到东西,不过不一定是有关反应堆设计的,更重要的也许是处置核废料的方法。毕竟,奥克罗就像一个地质储藏室那样运转了如此漫长的时间,这就是科学家要细致入微地进行调查的原因,他们想知道裂变的各种产物如何从这些天然核反应堆中迁移出来。他们还仔细检查了另一处类似的远古核裂变区域,这个地点是通过勘探钻井发现的,位于大约35千米以外的一个叫作班哥贝(Bangombe)的地方。班哥贝反应堆之所以特别引人注目,是因为它的埋藏位置比奥克罗及奥克罗班多地区的露天铀矿更浅,因此有更多的水流过那里。总之,调查得出的结论令我们信心倍增:多种危险的核废料都能够成功地被隔离于地下。

奥克罗还演示了一种方法,能够储存那些一度被认为肯定会对环境造成污染的核废料。自从核能发电问世以来,核电站产生的大量放射性氙135、氪85和其他惰性气体,都被释放到大气之中。天然裂变反应堆表明,磷酸铝矿物拥有一种独一无二的能力,能够俘获和储存这些气体废料达几十亿年之久,把这些废气封存在这种矿物之中也许是可行的。

奥克罗反应堆还向科学家们透露了这样的讯息:他们曾经认定为基本物理常数的α(阿尔法,控制着诸如光速这样的宇宙参数),可能曾发生过改变。过去30年来,发生在20亿年前的奥克罗现象一直被用来驳斥α曾经发生过改变的观点。但是2005年,美国洛斯阿拉莫斯国家实验室的史蒂文·K·拉蒙诺(Steven
K. Lamoreaux)和贾斯廷·R·托格森(Justin R.
Torgerson)却根据奥克罗现象推断,这一“常数”确实发生了明显改变(而且十分奇怪的是,他们得出的常数改变方向与其他人得出的结论相反)。对于拉蒙诺和托格森的计算来说,奥克罗运转过程的一些细节十分关键,从这个角度上来讲,我和我的同事们所做的工作,也许有助于阐明这个复杂的问题。

加蓬的这些远古反应堆是地球曾经出现过的唯一天然反应堆吗?20亿年前,自持裂变所需的条件并不十分罕见,有朝一日,我们或许能够发现其他的天然反应堆。我想,一丝泄露天机的氙气,将给这项搜寻工作带来极大的帮助。

原理

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核反应堆原理

核反应堆是核电站的心脏[1],它的工作原理是这样的:

原子由原子核与核外电子组成。原子核由质子与中子组成。当铀235的原子核受到外来中子轰击时,一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出2—3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀235原子核,引起新的裂变。如此持续进行就是裂变的链式反应。链式反应产生大量热能。用循环水(或其他物质)带走热量才能避免反应堆因过热烧毁。导出的热量可以使水变成水蒸气,推动汽轮机发电。由此可知,核反应堆最基本的组成是裂变原子核+载热体。但是只有这两项是不能工作的。因为,高速中子会大量飞散,这就需要使中子慢化增加与原子核碰撞的机会;核反应堆要依人的意愿决定工作状态,这就要有控制设施;铀及裂变产物都有强放射性,会对人造成伤害,因此必须有可靠的防护措施;核反应堆发生事故时,要防止各种事故工况下辐射泄漏,所以反应堆还需要各种安全系统。综上所述,核反应堆的合理结构应该是:核燃料+慢化剂+载热体+控制设施+防护装置+安全设施。

还需要说明的是,铀矿石不能直接做核燃料。铀矿石要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序,制成有一定铀含量、一定几何形状的铀棒或者球状燃料才能参与反应堆工作。

类型

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核反应堆内部

根据用途,核反应堆可以分为以下几种类型[4]

①将中子束用于实验或利用中子束的核反应,包括研究堆、材料实验等。

②生产放射性同位素的核反应堆。

③生产核裂变物质的核反应堆,称为生产堆。

④提供取暖、海水淡化、化工等用的热量的核反应堆,比如多目的堆。

⑤为发电而发生热量的核反应,称为发电堆。

⑥用于推进船舶、飞机、火箭等到的核反应堆,称为动力堆。

另外,核反应堆根据燃料类型分为天然铀堆、浓缩铀堆、钍堆;根据中子能量分为快中子堆和热中子堆;根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆;根据慢化剂分
为石墨堆、水冷堆、有机堆、熔盐堆、钠冷堆;根据中子通量分为高通量堆和一般能量堆;根据热工状态分为沸腾堆、非沸腾堆、压水堆;根据运行方式分为脉冲堆和稳态堆,等等。核反应堆概念上可有900多种设计,但现实上非常有限。

按照历史年代分类

前苏联于1954年建成了世界上第一座原子能发电站,掀开了人类和

核反应堆透视图

平利用原子能的新的一页。英国和美国分别于1956年和1959年建成原子能发电站。到2004.9.28,在世界上31个国家和地区,有439座发电用原子能反应堆在运行,总容量为364.6百万千瓦,约占世界发电总容量的16%。其中,法国建成59座发电用原子能反应堆,原子能发电量占其整个发电量的78%;日本建成54座,原子能发电量占其整个发电量的25%;美国建成104座,原子能发电量占其整个发电量的20%;俄罗斯建成29座,原子能发电量占其整个发电量的15%。我国于1991年建成第一座原子能发电站,包括这一座在内,当前投入运行的有9座发电用原子能反应堆,总容量为660万千瓦。我国另有2座反应堆在建设中。我国还为巴基斯坦建成一座原子能发电站。

第一代(GEN-I)核电站是早期的原型堆电站,即1950年至1960年前期开发的轻水堆(light
water
reactors,LWR)核电站,如美国的希平港(Shippingport)压水堆(pressurized-water
reactor,PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling
water reactor,BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

第二代(GEN-Ⅱ)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站,如LWR(PWR,BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。到1998年为止,世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代(GEN-Ⅲ)是指满足更高的安全性指标的先进核电站,要求安全性指标达到URD的要求。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统,如先进的沸水堆(advanced
boiling water reactors,ABWR)、系统80+、AP600、欧洲压水堆(European
pressurized reactor,EPR)等。

第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的安全性更高的核电站,其目标是到2030年达到实用化的程度,主要特征是经济性高(与天燃气火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小,并能防止核扩散。

2002年9月19日至20日在东京召开的GIF(第四代核能系统国际论坛Generation
IV International
Forum,GIF)会议上,与会的10个国家在94个概念堆的基础上,一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。

按照冷却方式分类

气冷快堆

气冷快堆(gas-cooled fast
reactor,GFR)系统是快中子谱氦冷反应堆,采用闭式燃料循环,燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电,或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环,GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外,其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫铀)。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统,出口温度为850℃。

液态金属冷却快堆

铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast
reactor,LFR)系统是快中子谱铅(铅/铋共晶)液态金属冷却堆,采用闭式燃料循环,以实现可转换铀的有效转化,并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。

LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择,例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂,也可以选择额定功率在300~400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长(15~20年)的50~100兆瓦的组合。LFR是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂,可满足市场上对小电网发电的需求。

液态钠冷却快堆(sodium-cooled fast
reactor,SFR)系统是快中子谱钠冷堆,它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物,尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案:中等规模核电站,即功率为150~500兆瓦,燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金;中到大规模核电站,即功率为500~1
500兆瓦,使用铀-钚氧化物燃料。

该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行,并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点,因此安全性能好。

熔盐堆系

熔盐反应堆(molten salt
reactor,MSR)系统是超热中子谱堆,燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道,产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件,并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性,可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦,冷却剂出口温度700~800℃,热效率高。

冷堆系统

超高温气冷堆(very high temperature
reactor,VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯(如日本的高温工程试验反应器HTTR),也可以是球床堆芯(如中国的高温气冷试验堆HTR-10)。

VHTR(超高温气冷堆)系统提供热量,堆芯出口温度为1
000℃,可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备,以满足热电联供的需要。此外,该系统在采用铀/钚燃料循环,使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。

超临界水冷堆

超临界水冷堆(super-critical water-cooled
reactor,SCWR)系统是高温高压水冷堆,在水的热力学临界点(374℃,22.1兆帕)以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是,冷却剂在反应堆中不改变状态,直接与能量转换设备相连接,因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案,即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1
700兆瓦,运行压力是25兆帕,反应堆出口温度为510~550℃。

组成结构

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反应堆的类型很多,但它主要由活性区,反射层,外压力壳和屏蔽层组成。活性区又由核燃料,慢化剂,冷却剂和控制棒等组成。当前用于原子能发电站的反应堆中,压水堆是最具竞争力的堆型(约占61%),沸水堆占一定比例(约占24%),重水堆用的较少(约占5%)。压水堆的主要特点是:

1)用价格低廉、到处可以得到的普通水作慢化剂和冷却剂,

2)为了使反应堆内温度很高的冷却水保持液态,反应堆在高压力(水压约为15.5
MPa )下运行,所以叫压水堆;

3)由于反应堆内的水处于液态,驱动汽轮发电机组的蒸汽必须在反应堆以外产生;这是借助于蒸汽发生器实现的,来自反应堆的冷却水即一回路水流入蒸汽发生器传热管的一侧,将热量传给传热管另一侧的二回路水,使后者转变为蒸汽(二回路蒸汽压力为6—7
MPa,蒸汽平均温度为310℃,以大亚湾核电厂为例);

4)由于用普通水作慢化剂和冷却剂,热中子吸收截面较大,因此不可能用天然铀作核燃料,必须使用浓缩铀(铀-235的含量为2—4%)作核燃料。沸水堆和压水堆同属于轻水堆,它和压水堆一样,也用普通水作慢化剂和冷却剂,不同的是在沸水堆内产生蒸汽(压力约为7
MPa),并直接进入气轮机发电,无需蒸汽发生器,也没有一回路与二回路之分,系统特别简单,工作压力比压水堆低。然而,沸水堆的蒸汽带有放射性,需采取屏蔽措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂,因为其热中子吸收截面远小于普通水的热中子吸收截面,所以可以用天然铀作为重水堆的核燃料。所谓热中子,是指铀-235原子核裂变时射出的快中子经慢化后速度降为2200
m/s、能量约为1/40
eV的中子。热中子引起铀-235核裂变的可能性,比被铀-238原子核俘获的可能性大190倍。这样,在以天然铀为燃料的重水堆中,核裂变链锁反应可持续进行下去。由于重水慢化中子不如普通水有效,因此重水堆的堆芯比轻水堆大得多,使得压力容器制造变得困难。重水堆仍需配备蒸汽发生器,一回路的重水将热量带到蒸汽发生器,传给二回路的普通水以产生蒸汽。重水堆的最大优点是不用浓缩铀而用天然铀作核燃料,但是阻碍其发展的重要原因之一是重水很难得到,因为在天然水中重水只占1/6500。

慢化剂

核燃料裂变反应释放的中子为快中子,而在热中子或中能中子反应堆中要应用慢化中子维持链式反应,

慢化剂

慢化剂就是用来将快中子能量减少,使之慢化成为中子或中能中子的物质[5]。选择慢化剂要考虑许多不同的要求。首先是核特性:即良好的慢化性能和尽可能低的中子吸收截面;其次是价格、机械特性和辐照敏感性。有时慢化剂兼作冷却剂,即使不是,在设计中两者也是紧密相关的。应用最多的固体慢化剂是石墨,其优点是具有良好的慢化性能和机械加工性能,小的中子俘获截面和价廉。石墨是迄今发现的可以采用天然铀为燃料的两种慢化剂之一;另一种是重水。其他种类慢化剂则必须使用浓缩的核燃料。从核特性看,重水是更好的慢化剂,并且因其是液体,可兼做冷却剂,主要缺点是价格较贵,系统设计需有严格的密封要求。轻水是应用最广泛的慢化剂,虽然它的慢化性能不如重水,但价格便宜。重水和轻水有共同的缺点,即产生辐照分解,出现氢、氧的积累和复合。

控制棒

在反应堆中起补偿和调节中子反应性以及紧急停堆的作用[6]。制作控制棒的材料其热中子吸收截面大,而散射

控制棒

截面小。好的控制棒材料(如镉、银、铟等)在吸收中子后产生的新同位素仍具有大的热中子吸收截面,因而使用寿命很长。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低,应用较广,但它容易产生辐照脆化和尺寸变化(肿胀)。银-铟-镉合金热中子吸收截面大,是轻水堆的主要控制材料。压水堆中采用棒束控制,控制材料制成棒状,每个棒束由24根控制棒组成,均匀分布在17×17的燃料组件间。核电站通过专门驱动机构调节控制棒插入燃料组件的深度,以控制反应堆的反应性,紧急情况下则利用控制棒停堆(这时,控制棒材料大量吸收热中子,使自持链式反应无法维持而中止)。

冷却剂

由主循环泵驱动,在一回路中循环[7],从堆芯带走热量并传给二回路中的工质,使蒸汽发生器产生高温高压蒸

美高梅mgm02233.com,冷却剂

汽,以驱动汽轮发电机发电。冷却剂是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一种反应堆成分,这就要求冷却剂必需在高温和高中子通量场中工作是稳定的。此外,大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性,因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来,用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性,有较大的传热系数和热容量、抗氧化以及不会产生很高的放射性。液态钠(主要用于快中子堆)和钠钾合金(主要用于空间动力堆)具有大的热容量和良好的传热性能。轻水在价格、处理、抗氧化和活化方面都有优点,但是它的热特性不好。重水是好的冷却剂和慢化剂,但价格昂贵。气体冷却剂(如二氧化碳、氦)具有许多优点,但要求比液体冷却剂更高的循环泵功率,系统密封性要求也较高。有机冷却剂较突出的优点是在堆内的激活活性较低,这是因为全部有机冷却剂的中子俘获截面较低,主要缺点是辐照分解率较大。应用最普遍的压水堆核电站用轻水作冷却剂兼慢化剂。

屏蔽层

为防护中子、γ射线和热辐射,必须在反应堆和大多数辅助设备周围设置屏蔽层。其设计要力求造价便宜并节省空间。对γ射线屏蔽,通常选择钢、铅、普通混凝土和重混凝土。钢的强度最好,但价格较高;铅的优点是密度高,因此铅屏蔽厚度较小;混凝土比金属便宜,但密度较小,因而屏蔽层厚度比其他的都大[3]。

来自反应堆的γ射线强度很高,被屏蔽体吸收后会发热,因此紧靠反应堆的γ射线屏蔽层中常设有冷却水管。某些反应堆堆芯和压力壳之间设有热屏蔽,以减少中子引起压力壳的辐照损伤和射线引起压力壳发热。

中子屏蔽需用有较大中子俘获截面元素的材料,通常含硼,有时是浓缩的硼-10。有些屏蔽材料俘获中子后放射出γ射线,因此在中子屏蔽外要有一层γ射线屏蔽。通常设计最外层屏蔽时应将辐射减到人类允许剂量水平以下,常称为生物屏蔽。核电站反应堆最外层屏蔽一般选用普通混凝土或重混凝土。

行波堆

核电行波堆的名字借用了无线电技术的行波管,但是物理本质截然不同。行波管是利用电子枪发射的电子注在聚焦系统中给同向传输的微波传递能量,从而放大微波信号。而核电行波堆则是利用起始端少量高浓度铀235裂变产生的快中子轰击贫铀(几乎完全是铀238)生成钚239。钚239俘获中子后裂变生成多达300种的各种中等质量原子,并平均产生2.5个中子和2亿电子伏的能量。裂变能被液态金属钠或其他载热介质吸收用来发电,新产生的中子则维持堆芯里的核反应不断向前行进,直到将整个堆芯“烧”尽为止。行波堆因此得名[4]。

主要特点

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核能发电有一个重要的优点——非常清洁。与火电站相比,核电站从环保角度来讲简直就是做到了极致。火电站向大气中释放的放射性物质比核电站还多,同时它还向大气中释放大量的碳、硫和其他元素。

非常不幸的是,核电站的运行也存在一些严重的问题:

铀的开采和提纯并不是非常清洁的过程。

非正常运行的核电站能够带来大问题。切尔诺贝利灾难是最近的一个例子;2011年3月12日,地震导致日本福岛县第一和第二核电站发生核泄漏。

核电站的乏燃料[8]在几百年内都是有毒的,并且到目前为止,世界上没有能安全、永久地存储它们的设施。

运输核燃料往返于核电站带来了一些风险,不过迄今为止,美国并没有发生过这种事故。

很大程度上,以上这些问题使得在美国建设新核电站的尝试偏离了正常轨道。因为社会似乎普遍认为建设核电站风险超过了回报。

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